2012/05JT-60は日欧の幅広いアプローチの1つであるJT-60SAとして超伝導トカマク装置に改修する計画である。JT-60SAの超伝導マグネットは80Kに冷却されたサーマルシールドによって覆われている。サーマルシールドは真空容器側サーマルシールド(VVTS),ポート側サーマルシールド(PTS)、そしてクライオスタット側サーマルシールド(CTS)の3部品で構成されている。本研究では、動解析によるサーマルシールドの耐震解析を行い、設計の健全性を確認した。分の外側VVTSの試作を行い、既存の内側VVTSと組合せた結果、公差が目標の10mmを満足する5.2mmとなることが明らかになった。最後にJT-60SAの低温配管の設計について報告する。Sn素線を用いたケーブル・イン・コンジット導体により製作される。(JAEA)と核融合科学研究所(NIFS)が共同で、分流開始温度(Tcs)測定試験及び4000回までの繰り返し通電を実施した。今回実施したTcs試験及び繰り返し通電試験より、CS導体は十分な超伝導特性を持つこと、繰り返し励磁に対して超伝導特性の劣化を示さないことがわかった。本試験結果をもとに実機運転におけるCS導体の温度マージン解析を行った結果、十分な温度マージンを持って運転できることが確認できた。以上より、CS導体の設計及び製造プロセスに問題がないことが確認できたことから、CS導体の量産を開始した。本講演では、Tcs測定試験,繰り返し通電試験及び温度マージン解析の結果について報告する。2012/05JT-60SA装置の超伝導コイルには、18個のトロイダル磁場(TF)コイルと、4つのモジュールから構成される中心ソレノイド(CS)、そして6つの円形であり、さまざまな直径(4.5ないし11m)を持つプラズマ平衡磁場(EF)コイルがあり、日欧協力して製造が進めており、これらのうちCSとEFコイルは日本が担当となっている。このEFコイルのうち、TFコイルの下側に設置されるEF4,5,6の3つのコイルは、TFコイル完成前にJT-60SA本体が設置される箇所に配置されている必要があるため、特に製造が急がれる。2011年より、超伝導コイルの一号機として、EF4コイルの巻線製造が開始された。最終的に、本コイルの電流中心のトレランスは、要求設計スペックの約十分の一に押さえ込むことが確認できた。本講演では、巻線製造に使用された各機器類の諸元及び工程について述べるとともに、トレランスの評価結果について報告する。ITER計画における日本の国内機関として、トロイダル磁場コイル用超伝導導体全体の25%、導体本数として33本の調達を担当している。Sn超伝導素線900本,銅線522本を撚り合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、長さは430m及び760mである。これまでに23本の導体の完成検査として、室温の窒素ガスを用いて、流量と導体入口出口の圧力差の関係を測定した。測定結果は、無次元化して、管摩擦係数とレイノルズ数の関係に整理し、導体間で圧力損失特性に差がないことを確認した。この結果は、導体,撚線が均一な品質で製作されていることを示すものである。測定値は、ITERの圧力損失特性式による予想値よりも20%程度低い結果となり、予測式は補正が必要であることがわかった。上記の無次元化したデータを外挿することにより、4Kでの圧力損失特性をITERの特性式よりも精度よく予想できると考えられる。2012/05JT-60SAの中心ソレノイド(CS)と平衡磁場(EF)コイル用の3種類の超伝導撚線の量産が完遂した。製作した超伝導素線の低温特性は十分に要求性能を満足するもので、かつ、その特性のばらつきは小さく、高い生産上の歩留まりも達成した。EF撚線に施されたニッケルめっきは素線間の摩擦がクロムめっきのCS撚線に比べ大きいことが見いだされ、初期には撚線中の断線が生じた。結果として、新規に開発した検査装置を用いた撚線手法は、撚線製作性を飛躍的に向上させ、品質保証に対しても効果的であった。1.1MPa)を強制流動させた場合の熱伝達特性を流速をパラメータとして測定した。非沸騰の熱伝達は従来のDittus-Boelter式とよく一致することを明らかにした。流速及び飽和圧力が小さくなると、核沸騰限界(DNB)熱流束は大きくなり、加熱長さの-0.35乗に比例することが実験データとの比較により明らかになった。より記述できることを明らかにした。